Revista internacional de recursos de desecho

Abstracto

Aplicación del láser de nitrógeno en la extracción de uranio en la vida útil prolongada de residuos líquidos de alta radiactividad utilizando disolvente TBP-queroseno

Gunandjar

El radionucleido de uranio (U) es el radionucleido principal contenido en los residuos líquidos radiactivos de alto nivel (HLLW) de larga duración generados a partir del reprocesamiento del combustible nuclear gastado. Los residuos radiactivos deben ser tratados para que estén listos para su eliminación a largo plazo. La separación del U con altas eficiencias reduce en gran medida el volumen de residuos radiactivos alfa de larga duración que deben eliminarse y disminuye el nivel de riesgo de los residuos. La evaluación tecnológica de la separación selectiva de U se llevó a cabo como alternativa y estrategia para la gestión de HLLW en el futuro. La tecnología de separación selectiva de U de los productos de fisión con eficiencias muy altas se desarrolló mediante el proceso de extracción utilizando disolvente TBP-queroseno y aumentando la separación mediante la exposición a radiación láser de nitrógeno (N2) a una longitud de onda de 337,1 nm. En el proceso de extracción de residuos de simulación que contienen U y Zr en 5 M HNO3 (Zr como uno de los productos de fisión que es difícil de separar del U) utilizando un disolvente de queroseno-TBP al 30 % y mediante exposición a radiación láser de nitrógeno, se muestra que el aumento del coeficiente de distribución de U (Kd U) puede alcanzar el 135 % y el aumento del factor de separación de U y Zr (SF(U/Zr)) es del 189 %. El aumento de Kd U utilizando láser de N2 es mayor que utilizando láser de CO2 (en el número de onda 944 cm-1 ) que aumenta Kd U solo el 100 %. En Indonesia, se debe realizar una evaluación para la adaptación de la tecnología de separación por extracción para el proceso de separación de U utilizando un disolvente de queroseno-TBP al 30 % como alternativa para el tratamiento de los HLLW generados a partir de la producción del radioisótopo 99Mo y del examen posterior a la irradiación del combustible nuclear.